Soutenance de thèse de FUENTES HUGO
Titre de thèse
Mise en place d'un essai thermomécanique à haute température sur céramique nucléaire irradiée millimétrique
Implementation of a high-temperature thermomechanical test on millimeter-thick irradiated nuclear ceramics
Résumé de la thèse
Le comportement thermomécanique du combustible nucléaire, et en particulier sa
viscoplasticité, joue un rôle clé dans le relâchement des contraintes appliquées à la gaine,
première barrière de sûreté. Si des modèles basés sur des caractérisations spécifiques
existent, leur validation sur combustible irradié demeure limitée. Aucun essai de fluage
n'a en effet été conduit à l'échelle de la pastille, en raison de verrous technologiques liés à
l'intégrité des échantillons et à la mise en œuvre d'essais à haute température en cellule
blindée.
Cette thèse a visé à lever ces verrous. Dans un premier temps, une méthode innovante a
été développée pour générer un réseau de fissures représentatif du combustible en
réacteur, par traitement thermique laser de pastilles inertes et de combustibles vierges
gainés. L'imposition de gradients thermiques a permis de reproduire la fissuration par
retrait différentiel, mettant en évidence le rôle central des fissures dans le champ
thermomécanique. Un outil de carottage, associé à une cartographie non destructive, a
ensuite permis l'extraction d'échantillons millimétriques exploitables. Les méthodes de
caractérisation mises en œuvre ont été comparées pour leur pertinence quantitative et
leur intégration potentielle en environnement nucléarisé.
Dans un second temps, un dispositif expérimental a été conçu par simulations éléments
finis, réalisé et qualifié. Intégré dans un jumeau de cellule blindée, il permet des essais de
compression jusqu'à 100 MPa et 1500 °C, en modes fluage ou relaxation avec bascule en
temps réel. Ces développements ouvrent la voie à la réalisation d'essais de fluage en
compression sur combustible nucléaire irradié à l'échelle millimétrique.
Thesis resume
The thermomechanical behaviour of nuclear fuel, and particularly its viscoplasticity, plays
a key role in the relaxation of stresses applied to the cladding, the first safety barrier.
Although models based on dedicated characterisation exist, their validation on irradiated
fuel remains limited. To date, no creep test has been conducted at the pellet scale, mainly
due to technological challenges related to the extraction of intact specimens and to the
implementation of high-temperature experiments in hot cells.
This thesis aimed at overcoming these limitations. First, an innovative method was
developed to generate a crack network representative of in-reactor fuel, by laser thermal
treatment of inert pellets and unirradiated fuel segments. The imposition of thermal
gradients induced differential shrinkage cracking, highlighting the key role of cracks in
the thermomechanical field. A coring tool, combined with non-destructive crack mapping,
was then designed to extract millimetric specimens suitable for testing. Several
characterisation methods were compared both for their quantitative relevance and for
their potential integration in a nuclearised environment.
In parallel, an experimental device was designed through finite element simulations,
manufactured and qualified. Integrated into a hot-cell mock-up, it enables compression
tests up to 100 MPa and 1500 °C, in creep or relaxation mode with real-time switching.
These developments pave the way for creep compression tests on irradiated nuclear fuel
at the millimetre scale